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Estudio de los parámetros de transferencia de calor y de degradación del núcleo de un reactor PWR. Ajuste del modelo utilizado
| dc.contributor | Reventós Puigjaner, Francesc Josep |
| dc.contributor.author | Jourdan, Samuel |
| dc.contributor.other | Universitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear |
| dc.date.accessioned | 2007-03-09T10:07:29Z |
| dc.date.available | 2007-03-09T10:07:29Z |
| dc.date.issued | 2005-05 |
| dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/2099.1/2780 |
| dc.description | Esta memoria incluye una descripción de un modelo de planta de Ascó II, llevado a cabo en el marco de un Proyecto Final de Carrera. Este modelo fue realizado utilizando el código de cálculo RELAP/SCDAP a partir de un modelo de planta en desarrollo continuo en la Sección de Ingeniería Nuclear, y de un modelo detallado de vasija incorporado al resto del modelo de planta. Posteriormente, se simulará el funcionamiento en régimen estacionario, a potencia de 2686 MW y se contrastarán los valores obtenidos con los valores reales de planta para la validación del modelo. Ajustado el modelo, se procederá al estudio de dos escenarios accidentales de LOCA (“Loss Of Coolant Accident”). En concreto, se simulará, en primer lugar, una pérdida importante de refrigerante en uno de los lazos del circuito primario de la central nuclear en el caso de que actúen normalmente los sistemas de inyección de seguridad. Posteriormente, se considerará la misma rotura, postulando un fallo del sistema de inyección de alta presión y un retardo de unos 15 min del sistema de inyección de baja presión. Estos cálculos se harán con el propósito de analizar los fenómenos de intercambio de calor (calor producido por oxidación, calor transferido por convección y radiación, conducción térmica en las barras de combustible, efecto del calentamiento sobre los materiales, etc). Finalmente, se procurará evaluar el aporte de la utilización del código SCDAP para el estudio de tales escenarios de transitorios de planta. |
| dc.language.iso | spa |
| dc.publisher | Universitat Politècnica de Catalunya |
| dc.subject | Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Reactors nuclears de fissió |
| dc.title | Estudio de los parámetros de transferencia de calor y de degradación del núcleo de un reactor PWR. Ajuste del modelo utilizado |
| dc.type | Master thesis (pre-Bologna period) |
| dc.rights.access | Open Access |
| dc.audience.educationlevel | Estudis de primer/segon cicle |
| dc.audience.mediator | Escola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona |
| dc.provenance | Aquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web. |
| dc.audience.degree | ENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994) |
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Enginyeria Industrial (Pla 1994) [3.410]